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核科學與工程(2023年06期)
Nuclear Science and Engineering
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- 基本信息
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：中國核學會
：雙月
：0258-0918
- 出版信息
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： 工程科技II
： 核科學技術(shù)
：3965篇
- 評價信息
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：0.388
：0.266
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目 錄
- “華龍一號”功率量程中子注量率變化率高停堆功能優(yōu)化研究
- “華龍一號”壓力容器直接安注旁流與傳熱試驗研究
- “華龍一號”中子源位置設(shè)計研究
- 停堆堿性運行對“華龍一號”CIPS風險的影響研究
- 一回路注鋅對“華龍一號”CIPS風險的影響研究
- 核電廠NSSS控制功能縱深防御設(shè)計及驗證
- 不可凝氣體對中壓安注系統(tǒng)的影響分析研究
- MATXS格式多群核截面數(shù)據(jù)加工平臺研制與CMGC1.0數(shù)據(jù)庫驗證
- 壓水堆核電廠裂變產(chǎn)物包殼破口釋放機理的研究與驗證
- 基于ASTEC的壓水堆嚴重事故下碘行為不確定性量化研究
- 壓水堆核電廠燃料包殼破損判斷準則研究
- “華龍一號”核電機組硼稀釋事故PCI瞬態(tài)研究
- 先進壓水堆反應(yīng)堆堆坑通風散熱數(shù)值模擬與試驗研究
- 核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管接近管運行特性研究
- 核電廠設(shè)備閘門法蘭密封結(jié)構(gòu)對密封性能影響的研究
- 核電站閥門密封唇焊泄漏原因分析研究及改進建議
- 3D打印堆芯濾網(wǎng)在核電廠熱態(tài)功能試驗中的應(yīng)用
- 核電廠汽輪機熱力性能修正曲線校核及功率影響分析
- HEPA過濾器箱體內(nèi)氣流均勻性影響因素研究
- 核電廠高能管道斷裂甩擊墻體分析方法研究
- CAD/CAE集成在核電廠管道支架抗震分析中的應(yīng)用研究
- 核島結(jié)構(gòu)溫度效應(yīng)分析方法討論和建議
- 考慮振型剛性反應(yīng)的核島廠房抗震分析
- 考慮殘余剛性反應(yīng)的核島廠房地震樓層反應(yīng)譜分析
- 核電廠RCC-M1級碳鋼管道快速斷裂分析方法研究
- 核電廠數(shù)字化儀控系統(tǒng)設(shè)計驗證技術(shù)研究及應(yīng)用
- 核電廠無線通信系統(tǒng)電磁干擾分析及電磁兼容設(shè)計
- 核電廠基于模擬量超量程判斷的故障監(jiān)測方案及應(yīng)用
- “華龍一號”中間量程信號處理及應(yīng)用探索
- 核科學與工程期刊簡介
